Введение к работе
Актуальность темы. Ядерная энергетика относится к числу базовых отраслей, которые во многом определяют темпы развития промышленности и социальной сферы. В связи с этим в Российской Федерации планируется строительство ряда АЭС нового поколения и модернизация действующих АЭС, направленная на продление их ресурса и увеличение срока эксплуатации. При этом значительное внимание уделяется повышению безопасности АЭС.
Как показывает опыт эксплуатации АЭС, существенный вклад в показатели безопасности работы АЭС вносят стояночные режимы работы и, в первую очередь, режимы, связанные с перегрузкой ядерного топлива. По данным фирмы Westinghouse между 2002 и 2005 годами на американских АЭС было зарегистрировано 125 событий, повлекших повреждение топливных сборок на операциях по перемещению ядерного топлива (ЯТ), которые явились источниками чрезвычайных ситуаций (ЧС). Подобные инциденты имеют место и на российских АЭС.
Основной целью модернизации оборудования по перегрузке ЯТ наряду с повышением безопасности перегрузки является повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ). Повышение КИУМ достигается путем увеличением скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и переходом на автоматизированные режимы работы.
Проведение перегрузки ЯТ в автоматизированном режиме управления существенно повышает требования к системе управления в части обеспечения безопасности, т.к. оперативный персонал в этом случае уже не может полностью контролировать процесс перегрузки.
В то же время разработка требований по обеспечению безопасности для сложного объекта, которым является технологический комплекс перегрузки ЯТ, не может быть выполнена без проведения детального системного анализа безопасности и выработки рекомендаций по оптимизации структуры системы управления, объему защит и блокировок, регламенту тестовых проверок и испытаний, а также другим параметрам создаваемого и модернизируемого оборудования.
Вероятностный анализ безопасности стояночных режимов, включающий режимы перегрузки ЯТ, проводимый в настоящее время, не дает детального представления о влиянии тех или иных элементов перегрузочного оборудования, условий эксплуатации, ошибок оперативного и обслуживающего персонала на возможность возникновения аварий при перегрузке топлива.
Работы в этом направлении сдерживаются, в первую очередь, отсутствием методических материалов системного анализа, учитывающих специфику технологического процесса перегрузки ЯТ и возможные причины и условия его повреждения.
Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная разработке методики системного анализа безопасности перегрузки ЯТ, является актуаль-
ной, так как позволяет корректно сформулировать требования к безопасности, ограничения и допущения при формировании модели безопасности процесса перегрузки, провести оценку безопасности технологических операций с ЯТ, повысить коэффициент использования установленной мощности с соблюдением условий и пределов безопасности и снизить риски ЧС на энергоблоках.
Целью работы является повышение уровня безопасности перегрузки ядерного топлива, что позволит улучшить вероятностно-временные и экономические характеристики перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом.
Научная задача работы. На основе теории вероятностей и теории надежности структурно-сложных технических систем разработать научно-методический аппарат обеспечения безопасности перегрузки ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором и обосновать комплексные решения по совершенствованию перегрузочного оборудования, что даст возможность снизить риски ЧС при выполнении транспортно-технологических операций.
Объект исследования. Перегрузка ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором.
Предмет исследования. Закономерности, раскрывающие зависимости безопасности процесса перегрузки ядерного топлива от внешних и внутренних воздействий, характеристик перегрузочного оборудования, набора защит и блокировок.
Метод исследования. Математические методы теории систем, теории вероятностей, теории надежности технических систем, математической статистики.
Научная новизна.
-
Впервые с системных позиций рассмотрен процесс перегрузки ЯТ и определены показатели безопасности перегрузки топлива. Показано, что процесс перегрузки ЯТ должен рассматриваться как совокупность, взаимосвязанных технологических операций, при выполнении которых происходит изменение условий безопасности и вероятности различных видов повреждения ЯТ.
-
Обоснованы и сформулированы требования к математическому аппарату анализа безопасности транспортно-технологических операций с ЯТ. Разработана методика анализа безопасности перегрузки ЯТ, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и модернизации транспортно-технологического оборудования (ТТО) для АЭС и предприятий по переработке ЯТ. Предлагаемые в диссертационной работе подходы защищены Патентом Российской Федерации (см. Публикации по теме диссертации, пункт 3).
-
Для анализа угроз безопасности впервые разработан метод разделения технологического процесса на базовые интервалы, на каждом из которых могут считаться неизменными причины и условия возникновения нарушений технологического процесса, с учетом существующей взаимосвязи событий на различных базовых интервалах. Разработаны новые инженерные методы создания
логико-вероятностных моделей на основе функций безопасности анализируемого объекта при формировании технологического процесса перегрузки на основе базовых интервалов.
4. Предложена методика разработки рекомендаций по повышению безопасности процесса перегрузки, которая, в отличие от известных, включает оптимизацию структуры системы управления, определение необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендации по уменьшению вероятности отказов по общим причинам. Путем проведения расчетов вероятностных показателей безопасности показано, что система управления, выполненная с разделением функций управления, защит и блокировок обладает значительно лучшими показателями безопасности по сравнению с используемыми ранее двухканальнымн системами с интеграцией функций управления и защиты за счет уменьшения вероятности зависимых отказов.
Практическая ценность работы. Практическая ценность диссертационной работы заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий рассчитать вероятностные показатели безопасности существующего или проектируемого комплекса перегрузки, а так же оценить эффективность отдельных технических решений, используемых для повышения безопасности перегрузки. Это дает возможность применить предлагаемые методы в процессе разработки или модернизации оборудования путем последовательной оценки и введения дополнительных защит и блокировок, добиваясь получения требуемых показателей безопасности всего технологического комплекса перегрузки ЯТ.
Полученные результаты диссертационного исследования могут быть использованы для разработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации ТТО на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ.
Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы, связанные с расчетом параметров безопасности, оптимизации структуры системы управления, определения необходимого и достаточного количества защит и блокировок и ряда других вопросов были использованы при модернизации оборудования перегрузки активной зоны реакторных установок на следующих АЭС:
Калининская АЭС - энергоблоки 1, 2, 3;
Балаковская АЭС - энергоблоки 1, 2, 3;
Нововоронежская АЭС - энергоблок 5;
Ростовская АЭС-энергоблоки 1, 2;
АЭС «Ловиза» - энергоблок 1 (Финляндия);
Ровенская АЭС - энергоблок 1 (Украина);
АЭС «Кудан-Кулам» - энергоблоки 1, 2 (Индия).
Практическая реализация результатов исследования показала высокую эффективность предложенных решений, что подтверждается отсутствием инци-
дентов с ЯТ при эксплуатации модернизированного оборудования по перегрузке реакторных установок.
Положения и результаты, полученные лично автором и выносимые на защиту:
-
Метод анализа безопасности перегрузки ЯТ;
-
Методика анализа безопасности перегрузки ЯТ;
-
Методика повышения безопасности перегрузки ЯТ;
4. Предложения по автоматизированному управлению технологическим
процессом перегрузки ЯТ.
Апробация работы. Результаты работы были рассмотрены и одобрены на совещаниях со специалистами ОКБ «Гидропресс», ФГУП НИАЭП, ФГУП «ОКБМ», STUK (центра по радиационной и ядерной безопасности Финляндии), на совещании по рассмотрению вопросов, связанных с организацией работ и реализации на АЭС с ВВЭР «Программы по повышению эффективности использования методов ВАБ при эксплуатации АС концерна «Росэнергоатом».
Кроме того, материалы диссертационной работы докладывались на 4-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2005), на 5-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2006), на 3-ей международной научно-технической конференции «Информационные и управляющие системы АЭС: аспекты безопасности» (Харьков, 2007), на 16-ой Международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2009), на Всероссийской научно-практической конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009), на 13-ой Всероссийской конференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009).
Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных исследований опубликовано 12 печатных работ, две из них в изданиях, рекомендованных ВАК.
Структура и объем диссертационной работы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы и двух приложений. Работа включат в себя 137 страниц текста, 29 рисунков, 19 таблиц, список литературы из 100 наименований.
